模拟事故工况下非能动核电厂安全相关涂层的可靠性测试及评估方法研究

安全相关涂层在非能动核电厂中起着重要的作用,涂层的失效会影响核电厂安全系统的功能执行,影响核安全。国内外核监管机构对于在设计基准事故(DBA)工况下涂层系统的可靠性及评估方法非常重视。文章结合非能动核电厂涂层系统的工程应用,针对其在DBA下的可靠性及评估方法进行了研究。研究表明:在DBA下非能动核电厂安全相关涂层的可靠性要综合考虑涂层的模拟DBA性能、干膜密度、导热性能等。而非能动核电厂安全相关涂层工程应用,则需从涂层的模拟DBA性能、干膜密度、导热性能、涂层碎片(数量、大小、位置和性能等)以及包络涂层碎片后的碎片裕量等角度进行综合评估,以确定在事故工况下涂层的可靠性,不对系统安全产生影响,保证核电厂更安全、高效和经济性运行。

核电厂转动机械设备及部件安全相关性判定方法初探

为了保证核电建设的质量符合安全相关要求,正确地划分设备和部件的安全相关性、等级至关重要。从可操作性的角度考虑,一份完善的分析方法说明文件在判定物项的分级要求时具有重要的指导意义。本文依据国内外的相关法规和导则,阐述了物项分级的原则与方法,并结合某转动机械设备的实例,给出了分析方法的应用过程和结果。

非能动核电厂非安全系统实施监管时的若干问题

美国核管会(U.S.Nuclear Regulatory Commission,简称NRC)在对非能动核电厂AP600和AP1000进行安全审查过程中,提出对非安全系统监管(Regulatory Treatment of Non-Safety System,简称RTNSS)的安全要求,这是NRC对非能动核电厂监管的重要特点之一。本文介绍了NRC提出RTNSS的历程、监管要求和实施程序,并研究了我国非能动核电厂的非安全相关构筑物、系统和部件的监管方面可能存在的问题,最后对于RTNSS相关安全要求与我国最新发布的核安全法规的一致性,作了评估说明。

核电厂维修规则范围筛选方法研究

维修活动作为核电厂重要活动之一,其有效性影响着核电厂构筑物、系统、设备(SSCs)是否能执行其预定的功能,对核电厂的安全有着重要意义。国际上,美国在内的一些核电厂一直在不断完善维修技术,并且已经建立了维修活动有效性的监管和评价体系(即维修规则)。我国国家核安全局在2017年发布了《改进核电厂维修有效性的技术政策》,以促进各营运单位制定适用于自身的维修有效性评价体系,优化维修活动,提高设备可靠性,加强维修活动风险评价及管理水平。维修规则范围筛选工作是维修规则开发过程中最基础的工作。本文结合国内外核电厂的实践,对维修规则范围筛选方法进行研究,提出范围筛选的具体方法和示例,供国内从事维修规则开发的同行探讨,借鉴。

数字图像处理在核电厂安全壳外观检查中的应用

确定了核电厂安全壳不可达区域远程遥测技术方案;为减少裂缝测宽的误差,研究了基于Image J平台的数字化处理对裂缝宽度进行定量分析的方法,论证并确定多因素影响下裂缝宽度的多参数行为,并用标准裂缝对比尺验证此方法的可行性,最终应用于核电现场工程项目。数据结果表明:该数字图像处理方法可大幅度减小当前国内远程遥测技术裂缝测宽的误差。

核电厂HRA相关性问题研究及应用

在概率安全分析(PSA)中,人员可靠性分析(HRA)的重要性逐渐突显,其中,HRA相关性问题的处理对PSA结果有较大影响,逐渐成为核安全审评和核工业界重点关注的问题。国内外HRA相关性处理的理论众多,然而用于工程实践的可供操作的理论十分有限。本文对核电厂HRA相关性问题,包括基本概念、相关性因素和水平、联合人误概率等进行研究,总结形成了应用于核电厂工程实践的HRA相关性分析的一般方法和步骤。应用该分析方法和步骤,以国内某核电厂一级PSA结果中同一最小割集的人员相关性组为例,分别采用SPAR-H和NUREG−1921方法建模进行对比分析。结果表明,对最小割集HRA相关性处理与否对结果影响较大,且两种分析方法的相关性处理结果有较大差异。建议在同一项目中使用的HRA相关性分析的方法应保持一致,定性分析和定量分析并重,尽可能详细记录分析过程的所有信息,保证分析结果可追溯、可审查、可再现和可更新。

核电厂工程结构抗震研究进展

当前以及今后相当长一段时期,核电都将是中国积极发展的能源形式之一,保障核电安全是确保核电工程建设顺利实施和安全运营的关键。然而,中国幅员广阔,地质条件差异大,海域自然条件复杂;同时,中国地震活动范围广、强度大、频度高,基于标准化设计的核电工程结构在建设过程中面临着诸多问题。尤其是2011年日本大地震导致的福岛核电事故的教训,对核电工程的抗震安全提出了新的问题。结合大连理工大学十几年来在解决我国核电工程结构抗震安全中的关键问题,以及在"地震作用下核电厂工程结构的功能失效机理及抗震安全评价"研究中所取得若干进展进行综述性介绍,主要包括核岛地基抗震适应性研究和核岛安全相关工程结构抗震防灾研究。

核电厂运行的安全性与经济性分析

核能是符合我国国家生态可持续发展政策的新兴生态能源,是未来的一种重要电力来源。核电站安全问题和耐用度问题受到学术界和社会的广泛关注。本文就核电站的安全问题和耐用度问题进行了深入探讨,在此基础上实现了对核电站安全性和经济性的评估,为今后核电站的安全稳定运转和持续发展奠定了坚实基础。

“华龙一号”某核安全相关厂房基底隔震设计与分析研究

基底隔震技术是减小结构地震响应的一种有效方式.本文以“华龙一号”某核安全相关厂房为工程背景,开展基底隔震技术的工程设计与研究.本文从厂房概况、地震输入参数、基底隔震布置方案和隔震支座性能参数的确定入手,对隔震层安全性分析、隔震结构自振特性、隔震结构减震效果等方面分别进行了论述.通过分析研究发现,采用隔震技术能够有效降低结构及其附属设备的水平向地震响应,提高结构及其附属设备的抗震安全裕度,有利于高烈度地震地区核电厂的选址建设.作为国内首次将基底隔震应用于核电厂中的核安全相关厂房,本研究为后续核电厂的隔震设计与研究提供了良好的工程借鉴意义和有益的设计经验.

核电厂海域取水工程抗震分类及分析方法探讨

核电厂取水构筑物抗震分类主要从厂址防洪和冷源取水两方面考虑。基于核电厂抗震分类国内外标准、抗震设计方法和国内工程实践,建议将含有重要厂用水且有防洪功能的取水明渠防波堤确定为安全相关土工构筑物,验证其在SL-2地震动下的整体稳定性。考虑到核电厂物项分级发展和核安全法规对超设计基准自然灾害的防护要求,海工构筑物稳定分析应适当考虑超设计基准地震动。核电厂不同取水设计标准,以及不同的机组类型,都影响海域工程构筑物抗震安全标准,设计标准应通过平衡结构安全性和投资经济性来提升核电的竞争力。

核电厂与安全相关的仪表和控制系统设计标准分析

文章介绍了美国和国际电工委员会在压水堆核电厂与安全相关的仪表和控制系统设计标准方面的层次和特点,对我国相关法规和标准的现状以及正在进行的标准制修定工作进行了分析,提出了由国家核安全监管当局牵头开展对核电厂与安全相关的仪表和控制系统设计标准进行评估,形成可指导我国核电设计自主化和设备国产化的管理导则和审查技术见解的建议。

浅谈PSA中的相关性分析

相关性广泛存在于核电厂的设计和运行之中,它对核电厂概率安全评价(PSA)结果有重要的贡献。本文介绍了 PSA 中相关性评价的方法,并结合中国已有的工程实践进行了分析。

核电厂物项分级发展方向和趋势分析

本章主要研究了最新出叛的IAEA导则SSG-30、美国的核电厂物项分级标准以及相关技术文件。通过对欧美两种物项分级理念和方法的分析,为提出与我国实际相符的物项分级建议提供参考。安全分级作为核电设计的全局性问题,不仅影响核设施的安全性,也关乎核能发展的成本和代价,是行业发展部门与核安全监管部门达成共识的基础。福岛核事故后。

核安全相关混凝土结构全寿期性能评价研究现状

从材料和结构层面论述各种影响因素下钢筋混凝土结构耐久性的国内外研究和核安全相关构筑物全寿期性能评估的现状和进展,阐明后续核安全相关混凝土结构全寿期性能评价研究的发展方向,为核电厂安全相关构筑物老化管理和状态评估提供参考。

核岛厂房在超设计基准地震作用下的静力弹塑性反应分析

静力弹塑性分析方法是一种评估既有建筑物在罕遇地震作用下性态的简化方法,已在民用建筑的评估中应用多年。采用该方法应用于某核电厂核岛厂房在超设计基准地震下的抗震性能评估,探讨典型核电厂安全相关构筑物的抗震性能特点,可作为核电厂安全相关构筑物抗震裕度分析的辅助手段。

如此“增肥”?

中国成语里有个很有想像力的词:画饼充饥。而读罢日本自民党最新出台的"海洋构筑物安全水域相关法"草案,不禁让人感慨,现实具有超乎想像的创造力——原来还能这样"画圈增肥"!根据这一法律,只要在日本"专属经济区"随便建个设施,周围500米海域内就成了所谓"安全水域",非经许可,不得"侵入"。但凡学过几何的人都知道,线没有宽度,圆却有面积,如果以某一点为中心,画个半径500米的圆,如果这个点又恰好在边界线上,那么这个圆岂不是有一半面积在界外?